DVI管線中小破口疊加IRWST失效引發(fā)嚴(yán)重事故的ERVC研究

趙國(guó)志，曹欣榮，石興偉

（哈爾濱工程大學(xué)核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院，哈爾濱 150001）

在三里島事故中，堆芯注水在堆芯形成碎片床時(shí)已經(jīng)開始，但最終高溫熔融物仍落入下封頭，這可能會(huì)導(dǎo)致RPV因局部過熱而熔穿，使堆芯熔融物流入堆腔混凝土底部，隨后堆芯熔融物與混凝土相互作用（MCCI），產(chǎn)生大量不可凝氣體，對(duì)安全殼造成壓力載荷［1，2］。由此說明碎片床形成后，僅通過重新淹沒堆芯不能有效冷卻碎片床從而阻止事故的進(jìn)一步惡化［3］。根據(jù)AP1000最終安全評(píng)價(jià)報(bào)告（FSER）［4］，在導(dǎo)致堆芯損壞的事故序列中，DVI管線之一出現(xiàn)破口疊加IRWST注入失效事故對(duì)堆芯損毀貢獻(xiàn)最大，達(dá)到28.5%。在發(fā)生堆芯熔化事故后，AP1000的設(shè)計(jì)［5］是通過ERVC來實(shí)現(xiàn)熔融物堆內(nèi)持留（IVR），防止堆外蒸汽爆炸、避免底板熔穿，只要RV成功降壓，水淹沒壓力容器至29.87 m標(biāo)高形成兩相流，則會(huì)對(duì)RV建立適當(dāng)冷卻［6］，并認(rèn)為當(dāng)系統(tǒng)卸壓后采取ERVC，下封頭熔穿是不可能發(fā)生的。但在Theofanous教授提出的ROAAM方法中，認(rèn)為仍存在下封頭失效的概率，雖然這個(gè)概率很小。

國(guó)內(nèi)對(duì)IVR的研究主要集中在沒有ERVC的情況下的熔池行為，熔池與下封頭的傳熱，下封頭失效等問題［7-9］，對(duì)ERVC的研究主要集中在熔池形成后下封頭與外側(cè)冷卻水的熱交換［10，11］，但對(duì)于在各個(gè)嚴(yán)重事故序列情況下ERVC的啟動(dòng)對(duì)內(nèi)碎片床和下封頭的冷卻效果的研究工作較少。本文利用SCDAP/RELAP5/MOD3.4最佳估算程序建立AP1000核電廠的事故分析模型，用確定論方法模擬了當(dāng)DVI管線中、小破口初始事故疊加IRWST失效事故時(shí)，啟動(dòng)ERVC對(duì)嚴(yán)重事故的緩解作用，討論了熔池與壓力容器內(nèi)壁面的傳熱，壓力容器外壁面與堆腔冷卻水的傳熱和下封頭是否會(huì)熔穿等問題。

1 計(jì)算模型

建立了AP1000雙環(huán)路核電廠模型，其模型節(jié)點(diǎn)圖如圖1所示，主要包括［5］一回路壓力容器、穩(wěn)壓器、蒸汽發(fā)生器及二回路主要設(shè)備。二回路主要設(shè)備有相關(guān)管道和非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)，這包括2個(gè)堆芯補(bǔ)給水箱（CMT）、2個(gè)安注箱（ACC）、1個(gè)安全殼內(nèi)置換料水箱（IRWST）和1個(gè)非能動(dòng)余熱排出熱交換器（PRHR HX）。在圖1中給出了自動(dòng)降壓系統(tǒng)（ADS）1、2、3、4及其閥門的詳細(xì)描述，它們都各有兩個(gè)系列，其中ADS4的每個(gè)系列中有一個(gè)常開電動(dòng)閥和一個(gè)爆破閥串聯(lián)放置。堆腔部分主要由入口下降段870、堆腔860、保溫層與壓力容器下封頭之間的流道850和出口上升段的830控制體組成。下封頭節(jié)點(diǎn)劃分如圖2所示，其中節(jié)塊1-14表示下封頭容器壁。

圖1 AP1000節(jié)點(diǎn)圖Fig.1 AP1000 nodding diagram

圖2 下封頭節(jié)點(diǎn)圖Fig.2 Lower head mesh scheme

2 事故假設(shè)條件

事故初始時(shí)反應(yīng)堆于100%額定功率下穩(wěn)態(tài)運(yùn)行，根據(jù)FSER對(duì)破口尺寸的定義（小破口當(dāng)量直徑為0.952 cm至5.08 cm，中破口當(dāng)量直徑為5.08 cm至25.4 cm）［4］，該DVI管線破口為小破口和中破口，因此選取尺寸為5.08 cm和15.0 cm的破口為基準(zhǔn)事故條件進(jìn)行計(jì)算。計(jì)算時(shí)假設(shè)：兩個(gè)CMT可正常開啟，且CMT在收到“S”信號(hào)后延遲10 s開啟；兩個(gè)ACC可正常開啟；ADS均正常開啟；IRWST注入和PRHR HX失效；二次側(cè)能提供有效熱阱；當(dāng)堆芯開始熔化時(shí)，開始向堆腔注水，當(dāng)熔池開始形成時(shí)，堆腔和保溫層內(nèi)側(cè)已經(jīng)注滿冷卻水。

3 程序計(jì)算與結(jié)果分析

首先進(jìn)行系統(tǒng)穩(wěn)態(tài)計(jì)算。計(jì)算時(shí)令穩(wěn)壓器壓力、反應(yīng)堆進(jìn)出口溫度、二次側(cè)溫度壓力等參數(shù)值與最佳估計(jì)值偏差均小于1%。

3.1 事故進(jìn)程及過程分析

DVI管線破口事故序列見表1。如圖3所示，隨著一回路壓力的下降，ACC和CMT先后開啟，僅有一組ACC和CMT對(duì)堆芯成功進(jìn)行安注。CMT水位隨時(shí)間的變化如圖4所示。

表1 DVI管線破口事故序列和緩解措施Table 1 DVI line break accident sequence and mitigation measure

圖3 一回路壓力隨時(shí)間的變化Fig.3 Primary coolant circuit pressure history

圖4 CMT水位隨時(shí)間的變化Fig.4 Water level history in CMT

3.1.1 穩(wěn)壓器水位分析

DVI管線出現(xiàn)中、小破口后，穩(wěn)壓器會(huì)迅速排空，ACC和CMT開啟后，穩(wěn)壓器水位快速回升，在達(dá)到峰值后就隨著ACC和CMT的排空緩緩下降（如圖5所示），若事故為冷段小的冷卻劑喪失事故（LOCA），穩(wěn)壓器水位在上升到最高值后保持?jǐn)?shù)分鐘［12，13］。這是由于僅有一組ACC和CMT通過DVI管線直接對(duì)堆芯進(jìn)行安注，并且與穩(wěn)壓器波動(dòng)管線相連的熱段高于DVI管線注入接口。

圖5 穩(wěn)壓器水位隨時(shí)間的變化Fig.5 Water level history in pressurizer

3.1.2 CMT平衡管線行為分析

從圖6中可以看出，在同樣破口尺寸的情況下，在與完好DVI管線相連的CMT的壓力平衡管線中的冷卻劑在較短時(shí)間內(nèi)即排空，這也是由于DVI管線在堆腔上的注入點(diǎn)低于堆芯出口（堆芯出口低于堆芯入口）之故。

在與破口DVI管線相連的CMT的壓力平衡管線中的冷卻劑經(jīng)過一段延時(shí)才排空，且延時(shí)的長(zhǎng)短和破口大小有關(guān)；這是由于正常運(yùn)行時(shí)CMT通過位于其上方的，相連的壓力平衡管線與RCS保持相同壓力，且只有CMT出口管線設(shè)有止回閥，當(dāng)DVI管線出現(xiàn)的破口與安全殼相通時(shí)，汽液混合物從CMT平衡管線倒吸的緣故（如圖7所示）。

圖6 平衡管線含液率Fig.6 Liquid fraction in balance line

圖7 平衡管線倒流示意圖Fig.7 Flow backwards in balance line

3.2 熔池及下封頭行為分析

3.2.1 熔池行為分析

當(dāng)熔融物坍塌后迅速掉入下封頭內(nèi)［14］，熔池開始形成，并由上而下分為粒子床、金屬層和氧化池三層，此時(shí)堆腔已經(jīng)充滿冷卻水，熔池通過容器壁與外側(cè)冷卻水進(jìn)行強(qiáng)烈的對(duì)流換熱。以某起事故為例，后期熔池各層的質(zhì)量隨著時(shí)間的變化如圖8所示。這會(huì)推遲了粒子床熔解消失形成兩層熔池結(jié)構(gòu)的時(shí)間［7］。氧化池的物質(zhì)主要是堆芯中熔點(diǎn)較低的控制棒材料，這些材料最先熔化并下落到下封頭，形成多孔介質(zhì)［15］。底部的熱量需通過多孔介質(zhì)和容器壁向堆腔水傳遞，而金屬層則直接通過容器壁與堆腔水進(jìn)行熱交換，這在一定程度上會(huì)緩解由于氧化層的熱量通過金屬層側(cè)面?zhèn)鬟f而導(dǎo)致的熱聚集效應(yīng)。熔池形成5 min時(shí)其內(nèi)部各節(jié)點(diǎn)的溫度分布隨時(shí)間的變化如圖9所示（不含下封頭容器壁）。由于容器壁外側(cè)冷卻水的存在，容器壁內(nèi)側(cè)熔池溫度梯度變?。?］。

圖8 熔池各層質(zhì)量Fig.8 Mass of layers in molten pool

圖9 熔池形成5 min時(shí)熔池的溫度分布Fig.9 Temperature distribution of molten pool at 5 minutes after molten pool forming

3.2.2 下封頭行為分析

Theofanous認(rèn)為，在容器內(nèi)低壓情況下，只要容器壁的熱通量小于臨界熱通量，容器壁就不會(huì)蠕變失效［5］。下封頭各節(jié)點(diǎn)的熱通量隨時(shí)間的變化如圖10所示。熱通量峰值出現(xiàn)在熔池形成初期，此時(shí)各節(jié)點(diǎn)的熱通量仍小于臨界熱通量［5，14］，整個(gè)下封頭厚度并未減?。ㄈ鐖D11所示），因此ERVC的實(shí)施有效阻止了容器壁的蠕變失效。

圖10 下封頭內(nèi)壁熱通量分布隨時(shí)間的變化Fig.10 Heat flux distribution history of lower head’s inwall

圖11 下封頭厚度Fig.11 Thickness of lower head

4 結(jié)論

（1）當(dāng)DVI管線出現(xiàn)中、小破口時(shí)，一組ACC和CMT仍可在一定時(shí)間內(nèi)淹沒堆腔，對(duì)堆芯進(jìn)行有效冷卻，與此同時(shí)，當(dāng)ACC和CMT排空后穩(wěn)壓器水位會(huì)立刻再次下降。

（2）與破裂DVI管線相連的CMT平衡管線會(huì)出現(xiàn)汽液倒吸現(xiàn)象。

（3）嚴(yán)重事故中ERVC的實(shí)施可使下封頭容器壁熱通量小于臨界熱通量，且具有較大裕量，從而確保了壓力容器的完整性。

由于從堆芯熔化到熔池形成、發(fā)展和下封頭行為在事故后期具有很大不確定性，且SCDAP/RELAP5/MOD3.4程序本身對(duì)熔融物行為的計(jì)算處理頗為近似，且程序本身沒有ERVC模型，筆者認(rèn)為未來工作應(yīng)在文獻(xiàn)調(diào)研或?qū)嶒?yàn)結(jié)果的基礎(chǔ)上致力于熔融物行為模型的改進(jìn)，并將改進(jìn)結(jié)果加入到ERVC模型中。

［1］李琳，臧希年. 壓水堆核電廠嚴(yán)重事故下堆芯熔融物的冷卻研究［J］. 核安全，2007(4)：39-44.

［2］武志瑋，寧冬，姚偉達(dá). 嚴(yán)重事故下反應(yīng)堆壓力容器材料高溫蠕變研究進(jìn)展［J］. 核安全，2011(2)：20-24.

［3］Hohorst J K，Polkinghorne S T，Siefken L J，et al. TMI-2 Analysis using SCDAP/RELAP5/MOD3.1［R］.Idaho：Idaho National Engineering Laboratory，1994.

［4］NRC. Final Safety Evaluation Report for AP1000 Related to Certification of the AP1000 Standard Design，Chapter 19［R］. Washington D.C. ：NRC，2004.

［5］林誠(chéng)格，郁祖盛. 非能動(dòng)安全先進(jìn)核電廠AP1000［M］.北京：原子能出版社，2008.

［6］張英振. AP-1000嚴(yán)重事故緩解措施［J］. 核安全，2007(2)：38-45.

［7］李京喜，黃高峰，佟立麗，等. DVI管線破裂始發(fā)嚴(yán)重事故的IVR分析［J］. 原子能科學(xué)技術(shù)，2010，44（增刊）：238-240.

［8］周衛(wèi)華，楊燕華，傅孝良，等. 全廠斷電事故下封頭熔池傳熱行為的研究［J］.核動(dòng)力工程，2010，31（6）：47-50.

［9］傅孝良，楊燕華，周衛(wèi)華，等.CPR1000的IVR有效性評(píng)價(jià)中堆芯熔化及熔池形成過程分析［J］.核動(dòng)力工程，2010，31（5）：102-106.

［10］李永春，楊燕華，匡波，等. 壓力容器外部冷卻非加熱實(shí)驗(yàn)研究［J］.核動(dòng)力工程，2010，31（增刊1）：53-56.

［11］陳星，張世順，林繼銘. CPR1000熔融物堆內(nèi)滯留（IVR）技術(shù)有效性評(píng)估［J］. 核動(dòng)力工程，2011，32（3）：6-9.

［12］Wang W W，Su G H，Qiu S Z，et al. Thermal hydraulic phenomena related to small break LOCAs in AP1000［J］.Progress in Nuclear Energy，2011，53：410-413.

［13］陳耀東. AP1000小破口疊加重力注射失效嚴(yán)重事故分析［J］. 原子能科學(xué)技術(shù)，2010，44（增刊）：242-247.

［14］Theofanous T G，Liu C，Addition S，et al. In-vessel cool ability and retention of a core melt［J］. Nuclear Engineering and Design，1997（169）：12-18.

［15］Esmaili H，Rahbar M K. Analysis of likelihood of lower head failure and ex-vessel fuel coolant interaction energetics for AP1000［J］. Nuclear Engineering and Design，2005（235）：1583-1605.